关于核电站的知识

　　核电站

　　核电站是利用原子核内部蕴藏的能量大规模生产电力的新型发电站。它大体上可分为两部分：一部分是利用核能产生蒸汽的核岛，包括核反应堆和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。后一部分与普通火电厂大同小异，而前一部分则截然不同。

　　核电站使用的燃料称为“核燃料”。核燃料含有易裂变物质铀-235。一座100万千瓦的核电站每年只需要补充30吨左右的核燃料，而同样规模的烧煤电厂每年要烧煤300万吨。

　　热堆的概念

　　中子打入铀－235的原于核以后，原子核就变得不稳定，会分裂成两个较小质量的新原子核，这是核的裂变反应，放出的能量叫裂变能；产生巨大能量的同时，还会放出2??3个中子和其它射线。

　　这些中子再打入别的铀－235核，引起新的核裂变，新的裂变又产生新的中子和裂变能，如此不断持续下去，就形成了链式反应

　　利用原子核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中子减速后，再引起新的核裂变，由于中子的运动速度与分子的热运动达到平衡状态，这种中子被称为热中子。堆内主要由热中子引起裂变的反应堆叫做热中子反应堆（简称热堆）。

　　热中子反应堆，它是用慢化剂把快中子速度降低，使之成为热中子（或称慢中子），再利用热中子来进行链式反应的一种装置。由于热中子更容易引起铀－235等裂变，这样，用少量裂变物质就可获得链式裂变反应。慢化剂是一些含轻元素而又吸收中子少的物质，如重水、铍、石墨、水等。热中子堆一般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中，组成堆芯。链式反应就是在堆芯中进行的。

　　反应堆必须用冷却剂把裂变能带出堆芯。冷却剂也是吸收中子很少的物质。热中子堆最常用的冷却剂是轻水（普通水）、重水、二氧化碳和氦气。

　　核电站的内部它通常由一回路系统和二回路系统组成。反应堆是核电站的核心。反应堆工作时放出的热能，由一回路系统的冷却剂带出，用以产生蒸汽。因此，整个一回路系统被称为“核供汽系统”，它相当于火电厂的锅炉系统。为了确保安全，整个一回路系统装在一个被称为安全壳的密闭厂房内，这样，无论在正常运行或发生事故时都不会影响安全。由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统，与火电厂的汽轮发电机系统基本相同。

　　核工业是20世纪产生和发展起来的新兴产业，是世界最伟大的工程成就之一。中国是世界上少有的具有完整的核工业体系国家之一。

　　1955年1月，中央作出了中国要发展原子能事业的伟大战略决策，开始创建我国的核工业。从此，炎黄子孙在华夏热土上开始了前所未有的伟大工程。

　　1958年，我国建成了第一座研究性重水反应堆和第一台回旋加速器，标志着我国进入了原子能时代。而后相继建立了铀水冶厂、同位素分离厂、铀转换厂、核燃料元件制造厂、后处理厂和一批研究设计院所。1964年10月，我国成功地爆炸了第一颗原子弹；1967年6月，又成功地爆炸了第一颗氢弹。从原子弹爆炸试验成功到氢弹爆炸试验成功，我国用了2年零8个月的时间，比美国、苏联、英国、法国快得多。与此同时，1971年，我国第一艘核潜艇顺利建成下水。这些举世瞩目的成就，大大提高了我国的国际地位和综合国力。1999年9月18日，中共中央、国务院、中央军委授予为研制“两弹一星”做出突出贡献的23位科技专家“两弹一星功勋奖章”，其中有10位是核科学家。

　　核燃料循环工业是建立和发展核工业的基础。核燃料循环包括核燃料进入反应堆前的制备和在反应堆中的裂变及以后处理的整个过程。进入反应堆前的过程为核燃料循环的前段，而从反应堆卸出后的处理和处置为核燃料循环的后段。

　　核燃料循环前段的第一个环节是铀矿的普查勘探，包括查明铀资源，勘探铀矿床，提交铀储量。我国核工业部门1958年就向国家提交了第一批铀储量，1960年先后提交开采基地8处。

　　经过半个世纪的努力，已提交了花岗岩型、火山岩型、砂岩型和碳硅泥岩型为主的相当可观的铀资源。近年来，开展了可地浸砂岩型铀矿的找矿工作，并落实了铀的资源基地。

　　第二个环节是铀矿石的采冶，包括铀矿石的开采、加工和铀的精制。把具有工业价值的铀矿石从矿床中开采出来，然后加工成核纯的重铀酸铵、三碳酸铀酰铵、八氧化三铀、二氧化铀，为进一步制备各种类型的核燃料提供原料。我国在铀矿冶创建初期，就实现了从矿石到二氧化铀的工业生产。目前，铀的地下浸出、堆浸和原地爆破浸出新工艺都已投入生产，其产量占我国天然铀年总产量的70％。

　　第三个环节是铀的同位素分离，即铀－235的富集，以得到所需富集度的铀－235。我国的铀同位素分离开始采用的是气体扩散法。在进行气体扩散前，首先要将固态的二氧化铀（UO2）经过铀转换厂转化成六氟化铀（UF6）气体。然后利用气体扩散将分子量存在着细微差别的235UF6和238UF6分开。20世纪90年代，我国完成了由扩散法向离心法的过渡。采用气体离心法，其单位分离功耗电只是气体扩散法的5％，成本下降了75％。

　　第四个环节是核燃料元件的制造。核燃料元件是反应堆的核心部件。在制造核燃料元件之前，需要将一定富集度的气态UF6再转化成固态的UO2或金属铀，然后再加工成各种元件及其组件作为反应堆的燃料。我国先后研制和生产了生产堆、研究试验堆、潜艇核动力堆和核电站用的燃料元件，并已实现了小型、中型、大型核电站燃料元件制造的系列化和国产化。

　　核燃料循环的后段包括反应堆用过的乏燃料的中间贮存、核燃料的后处理、放射性废物的处理和最终处置等过程。也有的国家采用“一次通过式”，即不进行后处理，而是将乏燃料经中间贮存后，直接（或经切割后）包装，埋藏在深地层最终处置。

　　后处理是将乏燃料中的铀和钚分别提纯出来作为新的核燃料使用。我国的后处理事业由沉淀法起步，以后改进为萃取法，赶上了世界先进水平。

　　放射性废物分为低放、中放和高放废物。目前对短寿命低中放废物采用近地表处置，对长寿命低中放废物和高放废物采用深地层埋藏处置。我国的低放废物沥青固化、水泥固化技术和中放废物深地层压裂技术均已开发成功并投入运行。对长寿命强放射性的高放废物，正在进行深地层埋藏的场址预选，并通过钻探取得了阶段性的成果。与此同时，正在研发最终处理高放废物的先进方法———分离－嬗变法，并取得了具有国际先进水平的成果。

　　现代电力工业的发展状况是一个国家是否发达的重要标志之一，而核电技术的发展程度则在一定意义上反映了该国高新技术水平的高低。
　　核电站就是用反应堆将核燃料裂变产生的能量转变为电能的发电厂。核电站由核岛（主要包括反应堆、蒸汽发生器）、常规岛（主要包括汽轮机、发电机）和配套设施组成。核电站与一般电厂的区别主要在于核岛部分。

　　核电之所以能成为重要的能源支柱之一，是由它的安全性、运行稳定、寿期长和对环境的影响小等优点所决定的。大部分核电发达国家的核能发电比常规能源发电更为经济。核电在我国也具有较强的潜在经济竞争力，目前，它的经济性已可以与引进的脱硫煤电厂相比较。

　　据科学家分析，我国煤电燃料链温室气体的排放系数约为1302.3等效CO2克／千瓦小时，水电燃料链为107.6等效CO2克／千瓦小时。核电站自身不排放温室气体，考虑到它在建造和运行中所用的材料，其燃料链温室气体的排放系数约为13.7等效CO2克／千瓦时。可见，核电站向环境释放的温室气体，只是同等规模煤电厂的1％。

　　各种能源向环境释放的放射性物质也相差很大。科学家调查证实，从对公众和工作人员产生的辐射照射看，煤电燃料链分别是核电燃料链的50倍和10倍。

　　我国在1971年开始进行艘核核电站的研究和设计。经过几十年的努力，我国迄今已经建成核电机组8套，还有3套正在建设之中，到2005年将全部建成，届时我国的核电装机容量将达到870万千瓦。从我国的第一套核电机组———秦山30万千瓦核电机组并网发电以来，到目前为止，我国核发电总量已超过为1500亿千瓦小时。

　　秦山核电站是我国大陆第一座核电站。它是我国自行设计建造的30万千瓦原型压水堆核电站，于1985年开工建设，1991年12月15日首次并网发电，1994年投入商业运行，已有10多年安全运行的良好业绩，被誉为“国之光荣”。

　　我国自行设计、建造的秦山二期核电站，装有两台60万千瓦压水堆核电机组，于1996年6月2日开工建设。1号机组于2002年2月6日实现首次并网，2002年4月15日提前47天投入商业运行。它的建成为我国核电自主化事业的进一步发展奠定了坚实的基础。

　　秦山三期核电站是中国和加拿大合作建造的我国第一座重水堆核电站，装有两台72.8万千瓦核电机组。它于1998年6月8日开工建设。1号机组于2002年11月19日实现首次并网，2002年12月31日提前43天投入商业运行。2号机组也于今年6月12日提前91天并网发电。

　　田湾核电站是从俄罗斯引进的2×100万千瓦压水堆核电站，位于江苏省连云港市。核电站采用了全数字化仪控系统和双层安全壳，进一步提高了安全性能。它于1999年10月20日开工建设，两套机组预计分别在2004年和2005年投入商业运行。

　　位于我国广东省深圳的大亚湾核电站，是我国引进国外资金、设备和技术的第一座大型商用核电站，也是我国改革开放以来最大的中外合资项目。它装有两台单机容量为98.4万千瓦的压水堆核电机组。两套机组分别在1994年2月和5月投入商业运行，每年的发电量超过100亿千瓦小时。20年合营期内上网电量的70％送往香港。自1994年投产以来到2003年5月，已向广东和香港两个电网输送1173亿千瓦小时电量，其中向香港输送785亿千瓦小时的电量。“九五”期间投资规模最大的能源项目之一———位于深圳的岭澳核电站，装有两台单机容量为99万千瓦的压水堆核电机组，分别提前48天、66天投入商业运行。该电站于2003年1月全面建成投入商业运行。1号机组第一个燃料循环就创造了连续安全运行332天的优异成绩。

　　我国向巴基斯坦出口了一座核电站，功率为30万千瓦，于2000年6月投入运行，目前运行情况良好。

　　2000年10月，党的十五届五中全会第一次在党的文献中提出适度发展核电的方针。由于我国国民经济发展的需要和核电的巨大优越性，国家有关部门规划到2020年将建成核电总装机容量3200万千瓦，从而容量占全国电力总装机容量的比例由2000年的1％上升到4％左右。“十五”期间，我国将启动百万千瓦级压水堆核电站国产化依托项目。目前，正在浙江、广东、山东等地进行核电建设的前期准备工作。

　　今后核电还要向更高层次的快中子增殖堆、高温气冷堆和聚变堆迈进。核电的发展必将为中国人民做出新的、更大的贡献。

　　核反应堆是核电站中最关键的设备，也是不同类型核电站的主要差别所在。1954年，前苏联建成世界第一座试验核电站奥勃灵斯克核电站。1957年，美国建成世界第一座商用压水堆核电站希平港核电站。经过半个多世纪的发展和筛选，已发展成商业规模并且不断有后续建造项目的核电反应堆主要有3种类型：压水堆、沸水堆和重水堆。压水堆和沸水堆源于1953年美国原创开发成功的核潜艇动力堆；而重水堆则主要是由加拿大原创开发的专门用于核能发电的压力管式重水反应堆，也叫CANDU（坎杜）堆。第一座示范CANDU堆于1962年建成并投入运行。CANDU机组大部分建在加拿大，近年来发展到韩国、阿根廷、罗马尼亚和中国等6个国家。我国大陆已建成和在建共有11台核电机组，其中秦山三期核电站的两台机组采用CANDU堆，其余都用压水堆。

　　CANDU堆的核燃料加工成简单短小的燃料棒束组件，每根燃料棒长约50厘米，外径约10厘米。堆芯由几百个水平的压力管式燃料通道组成，每个压力管内一般装有12个燃料棒束组件。高压冷却水从燃料棒束的缝隙间冲刷流过，不断把热量带出堆芯。冷却水加了很高的压力之后，温度可以保持较高而不发生沸腾。在燃料通道外侧的是低温低压的重水慢化剂，慢化剂与压力管内的高温高压冷却水是分隔开的。核裂变产生的热量从燃料棒传递到高压冷却水，冷却水又在蒸气发生器的U型管内把热量传递给管外的普通轻水，普通轻水沸腾所产生的高温高压蒸气去驱动汽轮发电机发电。目前的重水堆核电站所使用的冷却水是昂贵的重水，在新一代先进重水堆设计中，冷却水将采用轻水，而重水的用途只限于作慢化剂，因而绝大部分重水可以省掉。

　　CANDU堆由于它的燃料棒束组件简单短小，又加上反应堆堆芯是水平管道式的，所以在更换燃料的时候不需要停堆。更换核燃料时，两台机器人式的换料机分别与一个通道的两端对接，一台换料机从一端将燃料棒束一个个通过燃料通道，顺着冷却剂流动的方向推入堆芯；另一台换料机在另一端接收卸出的乏燃料棒束。换料可以在反应堆任何功率运行时进行，整个操作过程可在控制室通过计算机系统按预编程序遥控自动完成。不停堆换料带来的好处是多方面的，它不仅避免了因更换燃料而需要较长时间的强制性停堆，更重要的是它提供了一种强有力和灵活的燃料管理手段，也能及时把破损的燃料组件从堆内取出。

　　CANDU堆简单短小的燃料组件设计，意味着燃料制造厂投资小，易于国产化，燃料生产成本低，燃料和相关运行管理费较低。所有发展CANDU堆的国家，第一个机组建成后不久，很快都能实现燃料组件制造的本土化。中国包头核燃料元件厂的重水堆燃料组件生产线已建成投产，将为秦山三期重水堆核电站提供燃料。

　　CANDU堆具有高中子经济性的突出优点。这一方面是由于重水慢化剂对中子吸收很少，另一方面由于不停堆换料、简单的燃料组件设计和堆芯中含有较少对中子有害的结构材料也减少了中子的损失。高中子经济性意味着裂变所产生的中子浪费较少，大多数用于引发新的裂变或者转换产生新的易裂变核，从而可提高核燃料的利用率。这个优点使重水堆成为惟一可以利用天然铀作燃料的商用核电反应堆。除了天然铀以外，重水堆也可以高效利用其他多种核燃料，包括低浓铀、铀钚混合燃料、压水堆乏燃料、铀或钚驱动的钍燃料等。另外，由于特殊的堆芯结构和反应堆物理特点，CANDU堆在发电的同时还可以用来生产用途广泛的钴－60等同位素。

　　除了反应堆本体之外，重水堆核电站与压水堆核电站很相似，所以，多年来在发展压水堆核电站过程中所建立起来的技术基础和制造能力，同样可以用于发展重水堆核电站。而且，重水堆避免了制造技术较复杂的庞大压力容器，代之以制造相对容易的压力管。

　　为了满足未来电力市场的需要，融合轻水堆和重水堆优点的新一代核电反应堆设计已经出现。比如，加拿大原子能公司将在2005年底推向市场的先进设计ACR，可望在单位造价上比目前这一代设计降低40％以上，建造时间可以减少到36个月。该设计一方面保留了重水慢化堆的传统特点和优势；另一方面像轻水堆一样采用低浓铀燃料和轻水冷却剂。通过堆芯设计的重新优化，不仅可显著改善安全特性和缩小堆芯尺寸，同时为相关系统的简化或优化创造了条件。新一代改进型设计，通过大幅度降低单位造价和发电成本，将从根本上提高核电相对于火电的经济竞争能力，为核电更大规模的发展创造有利条件。

　　辐射存在于整个宇宙空间。辐射防护是研究保护人类和其他生物种群免受或少受辐射危害的应用性学科。辐射分为电离辐射和非电离辐射两类。α射线、β射线、γ射线、X射线、质子和中子等属于电离辐射，而红外线、紫外线、微波和激光则属于非电离辐射。在核能领域，人们主要关心的是电离辐射可能产生的健康影响及其防护。通常将电离辐射简称为辐射或辐射照射。

　　人类有史以来一直受着天然电离辐射源的照射，包括宇宙射线、地球放射性核素产生的辐射等。事实上，辐射无处不在，食物、房屋、天空大地、山水草木、乃至人们体内都存在着辐射照射。人类所受到的集体辐射剂量主要来自天然本底辐射（约76.58％）和医疗（约20％），核电站产生的辐射剂量非常小（约0.25％）。在世界范围内，天然本底辐射每年对个人的平均辐射剂量约为2.4毫希，有些地区的天然本底辐射水平要比这个平均值高得多。

　　核能应用领域的辐射照射来源于核能产生装置（如核电站）在运行过程中产生的各种放射性核素。由于煤中含有微量的放射性核素，燃煤电站在运行过程中也会向环境排放放射性物质。就辐射照射而言，我国煤电燃料链（从采矿到发电）对公众产生的辐射照射是同样功率的核电燃料链的50倍。

　　人们在对辐射产生健康危害的机理进行大量的理论和实验研究基础上，建立了有效的辐射防护体系，并不断加以发展和完善。目前，国际上普遍采用的辐射防护的3个原则是：实践的正当性，防护水平的最优化和个人剂量限值。实践的正当性要求任何伴有辐射的实践所带来的利益应当大于其可能产生的危害；防护水平的最优化是指在综合考虑社会和经济等因素之后，将辐射危害保持在合理可行、尽量低的水平上；而规定个人剂量限值的目的则是为了保证社会的每个成员都不会受到不合理的辐射照射。国际基本安全标准规定公众受照射的个人剂量限值为1毫希／年，而受职业照射的个人剂量限值为20毫希／年。

　　核能发电是目前核能和平利用的最主要的方式。在正常运行情况下，核电站对周围公众产生的辐射剂量远远低于天然本底的辐射水平。在我国，国家核安全法规要求核电站在正常运行工况下对周围居民产生的年辐射剂量不得超过0.25毫希，而核电站实际产生的辐射剂量远远低于这个限值。大量的研究和调查数据表明，核电站对公众健康的影响远远小于人们日常生活中所经常遇到的一些健康风险，例如吸烟和空气污染等等。因此，核电站在正常运行情况下的环境安全性已被人们所广泛接受。

　　核电安全的核心在于防止反应堆中的放射性裂变产物泄漏到周围的环境。为此，采取多层次纵深防御的安全原则。为了防止反应堆堆芯中的放射性裂变产物的外泄，在工程上设置有适当的实体屏障。核电站一般都有3道安全屏障，它们是燃料元件包壳、一回路压力边界和安全壳。

　　截至2002年底，全世界核电机组累计运行了10697个堆年，总共发生过两起重大事故，即三里岛核电站事故和切尔诺贝利核电站事故。

　　1979年3月28日，美国三里岛核电站发生了严重事故，反应堆堆芯的一部分熔化坍塌。但由于一回路压力边界和安全壳的包容作用，泄漏到周围环境中的放射性核素微乎其微，没有对环境和公众的健康产生危害，仅有3名电站工作人员受到略高于季度剂量管理限值的辐射照射。方圆80公里的200万居民中，平均每人受到的辐射剂量小于戴一年夜光表或看一年彩电所受到的辐射剂量。1986年4月26日，前苏联发生了切尔诺贝利核电站事故。这是核能和平利用有史以来最为严重的一次核事故。在核电站工作人员和事故抢险人员中，有28人由于受到非常高的辐射剂量而死亡。为了防止公众受到大的辐射照射，紧急撤离了电站附近的11.6万居民。事故的主要原因有两个方面：一是运行人员在试验停电条件下发电机转子靠自身的转动惯性能继续供电多长时间的过程中，严重违反操作规程，切断了所有安全控制系统，致使安全保护系统不能启动。二是反应堆（压力管式石墨慢化沸水堆）安全设计上存在严重的缺陷。1996年4月，71个国家和20个组织的800多名专家举行会议，评价了10年前在前苏联发生的切尔诺贝利核电站事故的实际后果。评价结果表明：在核电站的工作人员和帮助处理事故后果的人员（“清理人员”）中只有28人死于辐射照射。从污染区疏散的10多万居民和仍然生活在受影响较轻地区的人，他们一生中所受到的剂量，与他们一生中从天然辐射源接受的剂量差不多或较低。

　　为了在万一发生严重事故、大量放射性物质泄漏到外部环境的情况下，能够保障周围公众的健康与安全，核电站还必须制定应急响应计划，并做好相应的应急响应准备工作。我国的核应急工作实施国家、省市自治区和核电站三级管理体制，实行“常备不懈，积极兼容，统一指挥，大力协同，保护公众，保护环境”的工作方针。

　　随着研究的深入和运行经验的不断积累，核电站的运行安全水平将不断提高，而未来的先进核电站将具有更高的安全水平。